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相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 三宅 康洋*; 中根 茂*; 石田 勝二*
Proceedings of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles; Sustainable Clean Energy for the Future (FR22) (Internet), 10 Pages, 2022/04
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するため、シビアアクシデント時を含む炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握するために1/10縮尺水試験を実施した。本試験装置は、浸漬型DHX,貫通型DHX及びRVACSの3種類の冷却機器を有しており、かつ炉内各所に溶融燃料を模擬した電気ヒータを設置している。これより、本試験装置では、様々な条件下での炉容器内の自然循環による崩壊熱除去特性を把握することができる。本研究では、浸漬型DHX, RVACS運転時の炉容器内自然循環特性を温度計測試験及びPIV計測より検討した。さらに、温度変動がPIV計測に与える影響を定量的に評価した。
相澤 康介; 檜山 智之; 西村 正弘; 栗原 成計; 石田 勝二*
Mechanical Engineering Journal (Internet), 8(4), p.20-00547_1 - 20-00547_11, 2021/08
商用化を目指したナトリウム冷却高速炉では高燃焼度の炉心設計を指向している。ナトリウム冷却炉では燃料ピン間にワイヤスペーサを設けており、このスペーサの機能は冷却材流路の確保及びサブチャンネル間の混合促進である。高燃焼度化の燃料集合体では、熱伸びに起因する燃料ピンの変形により局所的な流量減少及びこれに起因する除熱能力の低下が懸念される。このため、ワイヤスペーサ型ピンバンドル内の流速場を理解することは重要となる。本研究では、層流域から乱流域まで条件下におけるワイヤスペーサ型ピンバンドル内の流速場を把握するため、3ピンバンドル体系試験装置を用いた試験を実施した。試験結果より、ワイヤから離れた位置において、Re数低下に伴い無次元化速度は増大することが明らかになった。また、ワイヤスペーサを外した体系での試験も実施し、層流域においてワイヤによる混合が生じていることを確認した。本研究の試験結果は、ピンバンドル内の流動場を理解するためだけでなく、コード検証にも資する。
相澤 康介; 檜山 智之; 西村 正弘; 栗原 成計; 石田 勝二*
Proceedings of 2020 International Conference on Nuclear Engineering (ICONE 2020) (Internet), 8 Pages, 2020/08
商用化を目指すナトリウム冷却大型炉は高燃焼度炉心を採用する計画である。高燃焼度化による燃料ピンの変形により、燃料集合体内の局所的な流速低下及び伝熱性能低下が懸念される。したがって、ワイヤスペーサ型燃料ピンバンドル部の詳細な流速分布を把握することが設計上重要となる。本研究では、3ピンバンドル体系水試験において粒子画像速度測定手法を適用して、サブチャンネル内の流速場を把握した。試験条件として
数は270
13500の範囲で実施し、層流から乱流まで幅広い条件下での流速データを取得した。試験結果より、数が高い乱流条件と比較して数が低い層流条件においては、ワイヤから離れた位置において無次元化した最大流速が増大する傾向が示された。さらに、ワイヤを外した体系での試験も実施し、ワイヤがサブチャンネル内の流動場に与える影響を確認した。これらの結果は、ピンバンドル部の流動場把握のためだけでなく、解析コードの検証データとしても有用である。
相澤 康介; 小林 順; 田中 正暁; 栗原 成計; 石田 勝二*; 長澤 一嘉*
Proceedings of 11th Korea-Japan Symposium on Nuclear Thermal Hydraulics and Safety (NTHAS-11) (Internet), 10 Pages, 2018/11
原子力機構において先進ループ型ナトリウム冷却炉の設計が進められている。先進ループ型ナトリウム冷却炉の炉心計測取付板の下部では、制御棒を通過した低温ナトリウムと燃料集合体を通過した高温ナトリウムの混合による温度変動が生じ、この温度変動による炉心計装取付板の高サイクル熱疲労が懸念される。原子力機構では、炉心計装取付板周辺でのサーマルストライピング現象を解明するため、1/3縮尺5噴流水試験を実施している。本研究では、噴流出口と炉心計装取付板下部の間の混合領域の流速場をPIVにより計測し、温度変動挙動との比較を行った。
by tuning nematicity and magnetism in FeSe
S
superconductors松浦 康平*; 水上 雄太*; 新井 佑基*; 杉村 優一*; 前島 尚行*; 町田 晃彦*; 綿貫 徹*; 福田 竜生; 矢島 健*; 廣井 善二*; et al.
Nature Communications (Internet), 8, p.1143_1 - 1143_6, 2017/10
被引用回数：80 パーセンタイル：91.57(Multidisciplinary Sciences)A fundamental issue concerning iron-based superconductivity is the roles of electronic nematicity and magnetism in realising high transition temperature (). To address this issue, FeSe is a key material, as it exhibits a unique pressure phase diagram involving nonmagnetic nematic and pressure-induced antiferromagnetic ordered phases. However, as these two phases in FeSe have considerable overlap, how each order affects superconductivity remains perplexing. Here we construct the three-dimensional electronic phase diagram, temperature (
) against pressure (
) and iso-valent S-substitution (
), for FeSeS. By simultaneously tuning chemical and physical pressures, against which the chalcogen height shows a contrasting variation, we achieve a complete separation of nematic and antiferromagnetic phases. In between, an extended nonmagnetic tetragonal phase emerges, where shows a striking enhancement. The completed phase diagram uncovers that high- superconductivity lies near both ends of the dome-shaped antiferromagnetic phase, whereas remainslow near the nematic critical point.
松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 高田 毅士*; 肥田 剛典*; 田辺 雅幸*; et al.
Proceedings of 2017 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2017) (CD-ROM), 7 Pages, 2017/04
高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。
廣沢 孝志; 佐藤 勇; 三輪 周平; 田中 康介; 田中 健哉; 石田 貴志*; 関根 伸一*
no journal, ,
高速実験炉「常陽」にて燃焼度110GWd/tまで照射したMOX燃料の融点について、カプセル封入式サーマルアレスト法による融点測定を実施した。今回の測定では、測定不確かさ要因となっている燃料とカプセル材料との反応を抑制することを目的に、Re製内容器を用いての測定を行った結果について報告する。
三輪 周平; 逢坂 正彦; 佐藤 勇; 廣沢 孝志; 田中 康介; 関根 伸一*; 石田 貴志*; 関 崇行*; 鹿志村 直樹*
no journal, ,
MgO及びMoを母材としたイナートマトリクス燃料について、酸化物燃料高速炉サイクルシステムへの適応を目指した関連サイクル技術の基礎研究開発成果を報告する。
村松 健*; 牟田 仁*; 松田 航輔*; 佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 糸井 達哉*; 田辺 雅幸*
no journal, ,
高温ガス炉の確率論的リスク評価手法の確立に向けた研究の一環として、国内外の学協会により公表されているPRA実施基準の調査を行った。事故のシナリオ分析と信頼性データベース整備に関わる既往のPRA実施基準の要求事項の調査に基づき、高温ガス炉の確率論的リスク評価手法整備において、静的機器の損傷による事故シナリオの丁寧な分析、ソースターム評価を含めたリスク評価体系及び故障率等のデータ補充が特に留意すべき事項であることを明らかにした。
松田 航輔*; 村松 健*; 牟田 仁*; 佐藤 博之; 西田 明美; 糸井 達哉*
no journal, ,
高温ガス炉における、地震起因による原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の複数破断を含む事故シーケンス群の起因事象モデルについて、ソースタームの支配因子に着目した起因事象に対する階層イベントツリーを適用する場合と、個々の破断の組合せを考慮した多分岐イベントツリーを適用する場合を対象に地震時事故シーケンス頻度評価コードSECOM2-DQFMによる試計算を行った。評価結果から、高温ガス炉のための効率的かつ精度を維持できる起因事象の分類方法を構築できる見通しを得た。
松田 航輔*; 牟田 仁*; 村松 健*; 大鳥 靖樹*; 佐藤 博之; 西田 明美; 糸井 達哉*
no journal, ,
高温ガス炉の地震を起因とする事故シーケンス評価手法の開発として、空気侵入事故時を対象にシステム信頼性解析コードSECOM2-DQFM-Uコードの適用性を検討した結果を報告する。
相澤 康介; 辻 光世; 小林 順; 栗原 成計; 中根 茂*; 石田 勝二*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握する縮尺水流動試験を実施している。本報告では、溶融燃料の配置をパラメータとした各条件に対して炉容器外面冷却器を模擬した冷却機器を起動させ、炉容器内過渡挙動を確認するとともに、自然循環定常状態における炉容器内熱流動場について検討した。
辻 光世; 相澤 康介; 小林 順; 栗原 成計; 中根 茂*; 石田 勝二*
no journal, ,
ナトリウム冷却高速炉の安全性強化に向けた炉容器内冷却機器の設計と運用の最適化に資するために、シビアアクシデント時を含む崩壊熱除去特性および熱流動特性を把握することを目的として縮尺水流動試験を実施している。本報では、浸漬型DHXによる冷却過程において、炉容器内の各所に堆積した溶融炉心の発熱条件が自然循環挙動に与える影響を把握するために、発熱条件をパラメータとした試験を実施した。温度計測及びPIVによる流速場計測より、自然循環流動場を定量的に把握するとともに、発熱条件が自然循環流動場に与える影響を確認した。
佐藤 博之; 西田 明美; 大橋 弘史; 村松 健*; 牟田 仁*; 松田 航輔*; 糸井 達哉*; 高田 毅士; 田辺 雅幸*; 山本 剛*; et al.
no journal, ,
JAEA, in conjunction with Tokyo City University, The University of Tokyo and JGC Corporation have conducted development of a PRA method from October 2015 to March 2018 considering the safety and design features specific to HTGR. The primary objective of the project was to develop a seismic PRA method which enables to provide a reasonably complete identification of accident scenario including a loss of safety function in passive structures, systems and components. This presentation will provide the overview of the activities including development of a system analysis method for multiple failures, a component failure data using the operation and maintenance experience in the HTTR, seismic fragility evaluation method, and mechanistic source term evaluation method considering failures in core graphite components and reactor building. The presentation will also cover application results of developed methods to the risk analysis of a reference HTGR designed by JAEA.
